С.В. Коровкин, АО «Атомэнергопроект»

О.В. Янковская, АО «Атомэнергопроект»

1.     Неконкурентоспособность ядерной энергетики по сравнению с энергетикой на органическом топливе

2.     Нерешенность проблемы утилизации отработавшего ядерного топлива (ОЯТ)

В настоящее время для АЭС нового поколения (АЭС-2006, АЭС ВВЭР-ТОИ) стоимость киловатта установленной мощности составляет 5000 долларов. Для электростанций на органическом топливе стоимость киловатта установленной мощности составляет 1000÷2000 долларов. Кроме того, срок сооружения АЭС в несколько раз длиннее, чем для электростанции на органическом топливе аналогичной мощности.

В условиях рыночной экономики конкурентоспособность технологии определяется прежде всего экономической эффективностью, поэтому строительство новых АЭС без государственного финансирования невозможно.

При становлении ядерной энергетики и начале массового строительства атомных электростанций проблема утилизации ОЯТ не считалась фактором, ограничивающим развитие ядерной энергетики. Предполагалось, что к моменту вывода АЭС из эксплуатации будут созданы технологии повторного использования ОЯТ или его нейтрализации путем «выжигания» наиболее опасных радиоактивных элементов в каких-то гипотетических чудо-реакторах. Бытовало даже мнение, что ОЯТ является «ценным сырьем», имеющим перспективы коммерческого использования.

Однако, этим планам не суждено было сбыться. На настоящий момент технологий вторичного использования ОЯТ или «выжигания» имеющихся в нем радиоактивных элементов не существует. Технологии «переработки» ОЯТ так же ничего не решают, так как никакая механическая или химическая трансформация ОЯТ не уменьшает количество радиоактивных элементов.

В настоящее время контейнеры с ОЯТ хранятся в лучшем случае в ангарах (Рис. 1) или на открытых площадках (Рис.2).

Рис.1. Хранение контейнеров с ОЯТ в ангаре

Рис.2. Хранение контейнеров с ОЯТ на открытой площадке

Десятки тысяч тонн ядерно опасных и радиационно опасных материалов практически не защищены от стихийных бедствий, техногенных аварий, террористических или военных действий. Надо помнить, что сами контейнеры с течением времени разрушаются, их гарантийный срок эксплуатации составляет от 50 до 100 лет.

Понятно, что такая ситуация делает перспективы развития атомной энергетики весьма сомнительными.

Необходимо найти технологические и проектные решения, способные уменьшить стоимость АЭС, сроки сооружения АЭС и решить проблему утилизации ОЯТ.

Одним из таких решений является замена бассейна выдержки ОЯТ на шахту выдержки ОЯТ.

Бассейн выдержки занимает около 100 м² площади центрального зала в здании реактора. Объем бассейна выдержки составляет порядка 2000 м³. Однако, даже при таких габаритах бассейн выдержки рассчитан только на размещение ОЯТ, образовавшегося за 30 лет эксплуатации АЭС. Так как нынешние АЭС рассчитаны на 50 лет эксплуатации и более, то возникает трудноразрешимая и дорогостоящая проблема вывоза ОЯТ с действующей АЭС.

Размещение в здании реактора ядерно опасного и радиационно опасного объекта таких габаритов увеличивает габариты самого здания реактора, усложняет размещение и компоновку оборудования.

На Рисунке 3 показана АЭС с бассейном выдержки ОЯТ.

Рис.3. АЭС с бассейном выдержки ОЯТ

В 2018 году АО «Атомэнергопроект» запатентовало способ размещения ОЯТ в заполненной водой вертикальной шахте, большая часть которой расположена под зданием реактора (Рис.4).

           Рис.4. АЭС с шахтой выдержки ОЯТ

Глубина шахты для АЭС с реактором типа ВВЭР-1000 составляет 300 м, внешний диаметр шахты 3 м. Выгрузка кассет с ОЯТ из реактора в шахту выдержки производится перегрузочной машиной аналогично выгрузке кассет с ОЯТ для АЭС с бассейном выдержки. Отличием является размещение выгруженных кассет в контейнерах-корзинах, которые затем опускаются в шахту, заполняя ее в процессе эксплуатации АЭС.

Сечение шахты показано на Рис.5.

Рис.5. Сечение шахты выдержки ОЯТ

Шахта представляет собой конструкцию из двух стальных обечаек, промежуток между которыми заполнен бетоном. Внутренняя обечайка выполнена из нержавеющей стали.

Современные технологии проходки вертикальных шахтных стволов позволяют выполнить проходку шахту методом бурения. Скорость проходки для шахтного ствола диаметром 3 м с монолитной бетонной крепью в зависимости от твердости породы составляет 50÷100 метров в месяц. На проходку всей шахты потребуется от трех до шести месяцев.

Технология предполагает крепление стенки металлическими обечайками, что полностью совпадает с конструкцией шахты для хранения ОЯТ.

Стоимость одного погонного метра шахты составляет около одного миллиона рублей. Стоимость всей шахты составит 300 миллионов рублей или 5 миллионов долларов, что составляет 0.1% от стоимости сооружения энергоблока. Стоимость существующего бассейна выдержки точно определить нельзя, так как его конструкция интегрирована в конструкцию здания реактора, но оценочно она составляет тоже порядка 0.1% от стоимости энергоблока.

Таким образом, замена бассейна выдержки ОЯТ на шахту выдержки ОЯТ возможна на базе существующих строительных технологий без увеличения сроков и стоимости сооружения энергоблока.

Преимущества такого проектного решения:

1.    Из здания реактора удаляется источник постоянной ядерной и радиационной опасности

2.    На месте бассейна выдержки появляется монтажный и эксплуатационный проем для транспортировки оборудования и контейнеров со свежим ядерным топливом в центральный зал здания реактора с отм. 0.00, что позволяет отказаться от транспортной эстакады (Рис.6) и значительно сократить габариты здания реактора (Рис.7)

Рис. 6. Организация проема на месте бассейна выдержки

Рис.7. Сравнение компоновки здания реактора с бассейном выдержки и шахтой реактора

3.    Объем шахты позволяет обеспечить размещение ОЯТ, образовавшегося за весь период эксплуатации АЭС

4.    Исключается возможность осушения ОЯТ при обесточивании АЭС, что явилось одной из причин радиационной аварии на АЭС «Фукусима»

В реакторе типа ВВЭР-1000 в активной зоне находится 163 тепловыделяющих кассеты. Каждую топливную кампанию активная зона реактора обновляется на треть, поэтому диаметр шахты должен быть рассчитан на ежегодное размещение 60 топливных кассет с ОЯТ. Кассеты размещаются в контейнере-корзине, обеспечивающей свободный проток охлаждающей воды через кассеты. Внешний вид и габариты контейнера-корзины показаны на Рис. 8.

      Рис.8. Контейнер-корзина для размещения ОЯТ

При расчетном сроке эксплуатации АЭС в течение 50 лет и ежегодной перегрузке третей части активной зоны реактора в шахте необходимо разместить 50 контейнеров с отработавшими топливными кассетами. Контейнер-корзина может вращаться вокруг своей оси, что при необходимости позволяет извлечь любую кассету из шахты, не извлекая размещенные в шахте контейнеры. Охлаждение кассет с отработавшим ядерным топливом происходит за счет конвекционного тока воды, которая нагревается и поднимается вверх. Из верхней части шахты вода забирается на теплообменники охлаждения, охлаждается и по опускным каналам подается на дно шахты (Рис. 9).

Рис. 9. Подача воды по опускным каналам на дно шахты

Температура воды при нагреве от кассет с ОЯТ не должна превышать 100°С для предотвращения эффекта «гейзера», то есть вскипания поднимающейся воды при снижении гидростатического давления ниже температуры насыщения. Это условие выполняется и в существующих бассейнах выдержки, поэтому теплообменное оборудование остается практически без изменений.

Замена бассейна выдержки ОЯТ на шахту выдержки ОЯТ кроме возможности уменьшения габаритов энергоблока и уменьшения его стоимости позволяет решить проблему утилизации ОЯТ.

Особенностью размещения ОЯТ в шахте выдержки является отвод тепла в окружающий грунт (Рис.10).

           Рис. 10. Отвод тепла из шахты выдержки ОЯТ в окружающий грунт

Распределение температуры от цилиндрического источника тепла радиусом rи протяженностью hв окружающей однородной среде описывается двухмерным дифференциальным уравнением Лапласа.

Для шахты глубиной h = 300 м и радиусом r = 1.5 м мощность теплового потока к грунту составит

P = 50 000 Вт = 50 кВт

После выгрузки топливных кассет, отработавших в активной зоне реактора, мощность остаточного тепловыделения выгрузки уменьшается по формуле Вэя—Вигнера

В реакторе типа ВВЭР-1000 тепловой мощностью 3 000 000 кВт в активной зоне находится 163 тепловыделяющих кассеты. Каждая кассета находится в активной зоне 3 года (τ₀=3). Каждый год заменяется треть активной зоны, то есть 54÷55 кассет тепловой мощностью 1 000 000 кВт(P₀ = 1 000 000 кВт).

В Таблице 1 приведена тепловая мощность 54 выгруженных из реактора ВВЭР-1000 топливных кассет, отработавших 3 года в активной зоне.

Таблица 1. Зависимость тепловой мощности одной выгрузки ОЯТ реактора ВВЭР-1000 от времени выдержки

По мере заполнения шахты количество источников тепловыделения увеличивается. С другой стороны, мощность уже размещенных в шахте кассет с ОЯТ постоянно уменьшается. Изменение общей тепловая мощность ОЯТ в шахте приведено в Таблице 2

Таблица 2. Зависимость тепловой мощности выгруженного ОЯТ реактора ВВЭР-1000 от времени выдержки при работающем реакторе

После завершения срока эксплуатации энергоблока АЭС и останова реактора новые выгрузки ОЯТ в шахту не поступают. Тепловая мощность ОЯТ в шахте выдержки уменьшается (Таблица 3).

Таблица 3. Зависимость тепловой мощности выгруженного ОЯТ реактора ВВЭР-1000 от времени выдержки после останова реактора

Из приведенных таблиц видно, что для шахты глубиной 300 м при мощности теплоотдачи в грунт 50 кВт отвод тепла в грунт практического значения не имеет и обязательно требуется дополнительная система охлаждения с внешними теплообменниками.

Однако, если соорудить шахту глубиной 4000 м при диаметре шахты1 м, то теплоотвод от шахты в грунт при температуре воды +90°с составит около 500 кВт. Через 40 лет после останова реактора внешние системы теплоотвода уже не нужны, так как все тепло будет отводиться в грунт. Кассеты с ОЯТ могут находиться в шахте столетиями, не требуя обслуживания и дожидаться своей очереди на утилизацию.

Открывается возможность и более радикального и быстрого способа утилизации ОЯТ. При заполнении шахты с ОЯТ тонкодисперсным глиняным раствором опасность вскипания воды исчезает, и температура твэлов может без опасности для их герметичности повышена до +200°С. При этом тепловой поток в грунт от шахты увеличивается до 1000 кВт. Из Таблицы 3 видно, что выполнить эту операцию можно уже через 10 лет после останова реактора, так как все выделяющееся в ОЯТ тепло будет отводиться в грунт. Таким образом отпадает необходимость транспортировки ОЯТ в пункт глубинного захоронения, так как пунктом глубинного захоронения становится шахта выдержки ОЯТ (Рис.11).

Рис.11. Преобразование шахты выдержки ОЯТ в пункт глубинного захоронения ОЯТ

Все строительные технологии для сооружения подобной шахты имеются. В ЮАР добыча золота ведется из шахты глубиной 4500 м, причем диаметр ствола составляет около 6 м.

Захоронение ОЯТ в скважину диаметром 1 м рассматривается в качестве варианта для Билибинской АЭС

В настоящее время иного пути решения проблемы утилизации ОЯТ, кроме глубинного захоронения не существует. Замена на АЭС бассейна выдержки ОЯТ на шахту выдержки открывает реальную возможность решения проблемы безопасной утилизации ОЯТ и создания конкурентоспособной ядерной энергетики.

Литература:

1.    Патент РФ. «Способ размещения отработавшего ядерного топлива», Патентообладатель АО «Атомэнепргопроект»,

Приоритет 25.07.2016

Авторы Коровкин С.В., Гараев И.Т., Киреев Е.В.

2.    Г.Н. Колпаков, О.В. Селиванникова

Конструкция твэлов, каналов и активных зон энергетических реакторов Томск: Издательство Томского политехнического университета, 2009

3.    Лопатин П.В., Гармашева Н.В., Карапетян С.Б., Парфенов В.П.

Билибинская АЭС: возможности создания опытно-промышленного объекта подземной изоляции ОЯТ и ТРО в толще многолетнемерзлых пород. ВНИИПИпромтехнология

http://www.atomic-energy.ru/articles/2017/01/11/47193